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論文

Radiochemical research for the advancement of $$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tc generator by (n, $$gamma$$) method, 3

藤田 善貴; 関 美沙紀; 滑川 要二*; 西方 香緒里; 大伍 史久; 井手 広史; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; 堀 順一*; et al.

KURNS Progress Report 2020, P. 136, 2021/08

高濃縮ウランの利用低減や核不拡散及び核セキュリティ、核分裂生成物の処理の観点から放射化法((n,$$gamma$$)法)による$$^{99}$$Mo製造の研究開発が進められている。放射化法で生成される$$^{99}$$Moの比放射能は極めて低いことから、娘核種である$$^{rm 99m}$$Tcを濃縮するためメチルエチルケトン(MEK)を用いた溶媒抽出法に着目した。照射ターゲットであるMoO$$_{3}$$ペレットは、長時間照射すると還元されることが分かっている。本試験では、MoO$$_{3}$$が還元した際に酸化剤としてNaOClを使用する可能性を考慮し、MoO$$_{3}$$を溶解して得られたモリブデン酸ナトリウム水溶液中へのNaCl添加の有無が$$^{rm 99m}$$Tc回収率に及ぼす影響を調べた。その結果、NaClはMEKへの$$^{99m}$$Tc抽出率を低下させる可能性が示唆された。

論文

Cerenkov counting method for Sr-89/90 determination in fission product Mo-99

源河 次雄; A.Mutalib*; H.I.Komala*; M.Ramli*; Adang.H.G.*; M.Sayad*; E.Sovilawati*; W.R.Suparna*

近隣アジア諸国における原子力安全確保水準調査報告書, 0, p.254 - 266, 1996/02

核分裂法による$$^{99}$$Mo製品中の$$^{89}$$Sr及び$$^{90}$$Sr不純物を定量するためチェレンコフ計数法を適用した。チェレンコフ計数には、簡単な手動式液体シンチレーション計数装置を利用した。ストロンチウムの化学分離には最近開発されたクラウンエーテル系イオン交換カラムを使用した。$$^{85}$$Srをトレーサーとしたカラム収率の測定では、ほぼ100%の値を示した。また、同じく$$^{85}$$Srを使用して溶離性能を調べたところ完全に他の核分裂生成核種から分離されることがわかった。$$^{89}$$Srは直接チェレンコフ計数により測定可能だが、ベータ線エネルギーの低い$$^{90}$$Srは娘核種の$$^{99}$$Yの量から計算により評価することとした。

論文

Production of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo and its application in neclear medicine

四方 英治; 井口 明

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 102(2), p.533 - 550, 1986/02

https://doi.org/10.1007/BF02047928
 被引用回数：8 パーセンタイル：66.74(Chemistry, Analytical)

$$^{9}$$$$^{9}$$Moは$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Tcの親核種として核医学の診断や検査に大量に使用される。$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Tcは種々の放射性医薬の形で人体に投与される。$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Tcの利用の普及はその化学的核的特性に負うところが大きい。$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造にはモリブデンの中性子捕獲反応とウランの核分裂反応が利用される。それぞれの方法を紹介し、利害を比較する。原研の開発状況をあわせて解説する。日本原子力学会誌26(8)662-670(1984)に掲載した解説の英語版であり、寄稿を依頼されたものである。

論文

Separation of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo from neutron-irradiated UO$$_{2}$$ by vacuum sublimation; Apparatus and recovery of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo

本島 健次; 棚瀬 正和

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 28(5), p.485 - 489, 1977/05

https://doi.org/10.1016/0020-708X(77)90182-X
 被引用回数：8

真空昇華法により、中性子照射したUO$$_{2}$$から$$^{9}$$$$^{9}$$Moを分離するための装置を試作し、これを用い、$$^{9}$$$$^{9}$$Moの回収実験を行なった。 装置は毎回50Ci前後の$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造を目標にし、容易に遠隔操作化できることを基本条件にして設計、試作した。すなわち、150gのUO$$_{2}$$を処理でき、操作をできるだけ単純にし、反応条件の自動制御を試み、安全性に配慮し、しかも200l以下の容積の小型の密閉箱内に収納できるようにとりまとめた。 中性子照射した二酸化ウラン150gを用いて行なった回収実験では80%以上の回収率が得られており、精製段階での回収率を80%としても、50Ci程度の$$^{9}$$$$^{9}$$Moを製造することは困難ではない。(2~3%濃縮UO$$_{2}$$ 150gを3$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$n/cm$$^{2}$$・secで4日照射、2日後に分離を行なったとして) なお本分離操作の所要時間は約6時間である。

論文

高比放射能のモリブデン-99、インジウム-116m及びタングスタン-185の製造について

海老原 寛; 吉原 賢二

分析化学, 10(1), P. 48, 1961/00

抄録なし

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